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J-GLOBAL ID：201502246711468925   整理番号：14A1241138

加圧水型原子炉原子力発電所におけるCFDソフトウェアに関する伝熱管の局所閉塞のための数値シミュレーション【Powered by NICT】

The Numerical Simulation Used for Local Blockage of Heat Transfer Tube Based on CFD Software in Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant

著者 (5件)： Wang Xun (Nuclear and Radiation Safety Center,MEP, Beijing) ,  Zhang Tianzhu (Nuclear and Radiation Safety Center,MEP, Beijing) ,  Meng De (Nuclear and Radiation Safety Center,MEP, Beijing) ,  Fan Yun (Nuclear and Radiation Safety Center,MEP, Beijing) ,  Wu Yuelei (Nuclear and Radiation Safety Center,MEP, Beijing)
資料名： Hedianzixue yu Tance Jishu  (Hedianzixue yu Tance Jishu)
巻： 33  号： 12  ページ： 1451-1455  発行年： 2013年 
JST資料番号： C2038A  ISSN： 0258-0934  CODEN： HDYUEC  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： 中国 (CHN)  言語： 中国語 (ZH)

抄録/ポイント： 流路の閉塞は非常に深刻な原子炉事故,局所流れ変動の原因となる,局所燃焼をもたらした。本研究の目的は,流れと熱伝達の状況の部分的閉塞後の出口での管を調べた。(計算流体力学)-3-次元解析のためのCFDソフトウェアツールは,参照を提供するために事故の解析の場合の流量と熱伝達条件における局所閉塞事故の出口で得られた流管流れと熱伝達条件の出口部分的閉塞を調べた。3次元流体流と熱伝達内の流れチャネルを決定するために数値解析で温度場と流れ場を得た。Data from the ScienceChina, LCAS. Translated by JST【Powered by NICT】

シソーラス用語： *PWR型原子炉 ,  温度場 ,  数値解析 ,  チャネル ,  流体流 ,  支援プログラム ,  次元解析 ,  熱伝達 ,  原子炉事故 ,  *伝熱管 ,  *計算流体力学 ,  流れ場 ,  *原子力発電所
準シソーラス用語： 流路 ,  *数値シミュレーション ,  *原子力発電プラント , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (1件)： 素粒子・核物理実験計測用エレクトロニクス  (BE01020Q)

タイトルに関連する用語 (6件)： 加圧水型原子炉 ,  原子力発電所 ,  ソフトウェア ,  伝熱管 ,  閉塞 ,  数値シミュレーション